2017 Annual Meeting

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Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 304-1 Thermal Hydraulics, Energy Conversion, Energy Transfer, Energy Storage

[3K01-04] Accident Progression Analysis

Wed. Mar 29, 2017 9:30 AM - 10:40 AM Room K (16-306 Building No.16)

Chair: Hide Okada (IAE)

10:00 AM - 10:15 AM

[3K03] ROSA/LSTF Test on PWR Station Blackout Transient with Loss of Primary Coolant and RELAP5 Analysis

*TAKESHI TAKEDA1, IWAO OHTSU1 (1. Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:ROSA/LSTF, Station Blackout, Loss of Primary Coolant, Nitrogen Gas, RELAP5 Code

PWR全電源喪失時に一次冷却材喪失を伴う事象において、蓄圧注入系(ACC)からの窒素ガスの一次系への流入条件でのアクシデントマネジメント策の有効性等を調べるため、ROSA/LSTFによる模擬実験を実施した。蒸気発生器(SG)逃し弁の開放による二次側減圧開始後、SG二次側圧力に従い一次系圧力は低下し、ACCが作動した。しかし、窒素ガスの一次系への流入により、SG二次側圧力に比べて一次系圧力の低下率が小さくなり、SG伝熱管群では非一様な流動挙動を示した。一次系減圧を促進させるため、加圧器逃し弁を開放することにより、低水頭ポンプが作動可能な1MPa以下に低下することを確認した。加えて、RELAP5/MOD3.3コードによる事後解析を行い、窒素ガス挙動等の予測性能について検討した。